ОТДЕЛЬНЫЕ КОМПОНЕНТЫ ПТК «ВИРТУАЛЬНО-ЦИФРОВАЯ АЭС С ВВЭР»

Теплогидравлические процессы в контурах и помещениях защитной оболочки — модули HYDRA-IBRAE/H2O, SCORE, SPOROUS

В состав программно-технического комплекса «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР» входят несколько модулей, позволяющих описывать теплогидравлические процессы в а.з. и контурах циркуляции теплоносителя: канальный модуль HYDRA-IBRAE/H2O, ячейковый модуль SCORE и модуль пористого тела.

Модуль HYDRA-IBRAE/H2O основан на канальном приближении и относится к кодам улучшенной оценки, предназначенным для расчетного анализа нестационарных теплогидравлических процессов в контурах ядерных энергетических установок с реакторными установками с водяным теплоносителем в режимах нормальной эксплуатации и при ее нарушениях. При разработке модуля использовались современные физические модели процессов, происходящих при эксплуатации реакторной установки. Модуль позволяет рассчитывать динамику давления, полей скорости и температур теплоносителя, а также других теплогидравлических параметров во всех элементах реакторной установки за приемлемое расчетное время, что, несомненно, относится к его достоинствам.

Модуль верифицирован на широкой экспериментальной базе, включая эксперименты по отдельным явлениям (генерации / конденсации пара, гидравлические потери в каналах различной геометрии, критическое истечение теплоносителя при нарушении герметичности трубопроводов, кризис теплообмена в обогреваемых каналах, радиолиз водяного теплоносителя, повторный залив и т.д.) и интегральные эксперименты, выполненные на стендах ИСБ-ВВЭР и ПСБ-ВВЭР.

Эксперимент POSTECH. Изучение пленочного кипения на поверхности вертикального стержня

Кроме того, выполнена верификация модуля в составе программно-технического комплекса на режиме с отключением двух ГЦН первого контура первого блока НВАЭС-2. Ниже на рисунке приведен фрагмент укрупненной нодализационной схемы четвертой петли первого контура НВАЭС-2.

Графическая схема четвертой петли теплогидравлической схемы первого контура НВАЭС-2

Существующие канальные коды не позволяют (в силу специфики заложенных моделей) учесть при моделировании межканальный обмен, а следовательно, и неоднородность распределения теплогидравлических параметров в поперечном направлении. Для компенсации этого недостатка в состав ПТК «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР» включен расчетный модуль SCORE, основанный на ячейковом приближении, для моделирования основных теплогидравлических процессов, включая двухфазные, в пределах активной зоны реактора в режимах нормальной эксплуатации и при ее нарушениях. Модуль позволяет проводить детальное исследование процессов тепломассопереноса в сборках, рассчитывать поля давления, температуры теплоносителя как в продольном, так и поперечном относительно тепловыделяющей сборки направлениях. Достигается это, прежде всего, за счет того, что учитывается обмен массой, импульсом, энергией между соседними ячейками, то есть учитывается неоднородность в поперечном направлении.

Третий модуль (SPOROUS) — CFD модуль для расчета процессов теплогидродинамики в приближении пористого тела. Он позволяет описывать трехмерные процессы тепло- и массопереноса в активной зоне с использованием анизотропной модели пористого тела. Это позволяет заметно сократить время расчета на ЭВМ за счет существенного уменьшения числа элементов разбиения по сравнению с решением неусредненных по пространству уравнений гидродинамики. В результате работы модуля определяются как осредненные во времени, так и мгновенные картины течения для следующих характеристик: скорость, давление, температура в пористом теле. К преимуществам модуля следует отнести и тот факт, что модуль обладает идеальной масштабируемостью и позволяет проводить вычисления с использованием MPI технологии на многопроцессорных ЭВМ.

Поведение твэла — модуль SFPR/C++

Твэльный модуль SFPR/C++, входящий в состав ПТК «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР», предназначен для моделирования основных физических процессов, происходящих в твэле:

1) Переноса тепла. Решается двумерное уравнение теплопроводности для топлива и оболочки твэла с учетом возможной многослойной структуры оболочки, как результата окисления циркониевого сплава.

2) Окисление и гидрирование оболочки твэла. Рассчитывается динамика роста слоев циркониевой оболочки в условиях высокотемпературного окисления. Для этого решаются диффузионные уравнения для концентрации кислорода в различных фазах циркониевого сплава. Граничные концентрации кислорода на межфазных границах могут быть как равновесными, так и неравновесными. Также модуль описывает окисление-растворение, то есть кинетику взаимодействий в системе: твердое топливо UO₂ — жидкая смесь (U-Zr-O) — твердый оксид ZrO₂ — пар.

3) Деформирование и разрушение оболочки твэла с учетом изменения механических свойств материала оболочки вследствие окисления и выхода газообразных продуктов деления, приводящих к росту газового давления. Рассматриваются три вида разрушения оболочки: разрыв оболочки внутренним давлением, разрушение вследствие термического удара и разрушение внешнего оксидного слоя расплавом материала оболочки.

4) Процессы, протекающие в топливе, включая наработку продуктов деления, их перенос внутри топлива и выход в открытую пористость, химические взаимодействия продуктов деления внутри топливных зерен и другие.

В составе ПТК «Виртуально-цифровая АЭС с ВВЭР» организовано взаимодействие твэльного расчетного модуля с теплогидравлическим и нейтронно-физическим расчетными модулями.

Одним из главных достоинств твэльного расчетного модуля SFPR/C++ является использование современных физических моделей для описания поведения топлива при нормальной эксплуатации и ее нарушениях.

Твэльный модуль верифицирован на широкой базе экспериментов, как посвященных исследованию отдельных явлений, так и интегральных.

Схема экспериментальной установки проекта AEKI для исследования разрушения одиночных образцов и сравнение экспериментальных и расчетных данных по времени до разрыва оболочек из сплава Э110 (серия 1 и 3)

Нейтронно-физические процессы — модуль NEUTRON_3D

Модуль NEUTRON_3D позволяет проводить 3D расчеты нейтронно-физических характеристик активной зоны реакторов водо-водяного типа с ТВС гексагональной геометрией в стационарных, квазистационарных (при моделировании топливной кампании) и переходных режимах, включая аварийные. Моделирование осуществляется с использованием диффузионного приближения.

Модуль позволяет моделировать следующие процессы и явления, важные для расчетного обоснования РУ технологии ВВЭР:

• пространственное распределение потока нейтронов, включая запаздывающие нейтроны, по объему расчетного объекта;
• пространственное распределение энерговыделения по объему активной зоны;
• реактивность реактора, эффекты реактивности по температуре топлива, плотности и температуре теплоносителя в первом контуре;
• эффективность ОР СУЗ;
• эффективность борного регулирования;
• пространственные эффекты, возникающие при движении ОР СУЗ и сбросе аварийной защиты;
• отравление ксеноном и самарием;
• пространственное распределение остаточного энерговыделение в активной зоне.

К преимуществам модуля NEUTRON_3D следует отнести его быстродействие и точность расчета, что обеспечивается следующими его характеристиками:

• использование современных апробированных методов решения систем линейных алгебраических уравнений: метод подпространства Крылова, стабилизированный метод бисопряженных градиентов Bi-CGStab, процедура предобусловливания систем линейных алгебраических уравнений (неполная LU-факторизация);
• использование нодального метода TPEN, позволяющего существенно повысить точность при расчете на грубой сетке;
• использование динамической аллокации памяти;
• параллелизация модуля на основе технологии параллельного программирования для систем с общей памятью OpenMP.

Проведена верификация модуля NEUTRON_3D для расчета стационарных и динамических режимов с использованием математических бенчмарк-тестов и экспериментальных данных, полученных на первом блоке НВАЭС-2, блоке №3 Калининской АЭС и блоке №3 Ростовской АЭС. Расчеты бенчмарк-задач AER-2 и AER-3 проведены совместно с термомеханическим и теплогидравлическим расчетными модулями.

При верификация модуля NEUTRON_3D для моделировании топливной кампании ВВЭР использовались экспериментальные данные по кампаниям пятого блока АЭС Козлодуй (Болгария), первого блока Ростовской (Волгодонской) АЭС, первого блока НВАЭС-2, а также международный бенчмарк для шестого блока АЭС Козлодуй (Болгария). В ходе верификации проводилось сравнения результатов расчета нескольких кампаний реактора ВВЭР-1000 с результатами расчетов по другим программам, в том числе аттестованным. Ниже приведены пример расчета первой топливной кампании шестого блока АЭС Козлодуй (международный бенчмарк-тест, использующий экспериментальные данные) и демонстрация работы нейтронно-физического модуля в составе программно-технического комплекса на примере переходного режима с частичным изменением нагрузки с 75% до 50% в РУ первого блока НВАЭС-2.

Зависимость концентрации борной кислоты в ходе топливной кампании

Картограмма линейной мощности ТВС на 10-м слое по высоте в момент времени t = 344 с

Поведение продуктов деления в первом контуре и помещениях защитной оболочки — модуль AERMOD

Аэрозольный модуль поведения продуктов деления и радиоактивных аэрозолей включает в себя моделирование всех основных физико-химических процессов образования и динамики полидисперсных многокомпонентных аэрозолей в первом контуре реакторной установки и защитной оболочке АЭС, включая химию продуктов деления и аэрозолей в парогазовой среде теплоносителя и атмосфере защитной оболочки. Реализованная в модуле модель основана на использовании метода фракций для размера аэрозольных частиц (массы или объема) в предположении постоянной фазовой плотности. Она позволяет моделировать поведение полидисперсных многокомпонентных аэрозольных частиц в газопаровой среде с учетом основных процессов динамики аэрозолей в кинетическом приближении, включая нуклеацию и конденсацию смеси различных паров продуктов деления, конструкционных материалов и компонентов ядерного топлива, коагуляцию и осаждение аэрозолей на поверхность, конденсацию различных паров на поверхность, формирование многокомпонентного слоя отложений, физико-химические превращения и радиолиз под действием радиационного излучения в жидкой и газовой фазе.

К основным преимуществам модуля относятся возможность моделирования полидисперсного распределения аэрозолей с использованием любого количества фракций в диапазоне размера частиц от нанометра до десятка микрон, многокомпонентного состава частиц, включая наличие гигроскопических компонентов, радиационной активности взвешенных радионуклидов и аэрозолей, многокомпонентного состава отложений на поверхности, что обеспечивает возможность достоверного расчета дозы радиационного облучения в помещениях защитной оболочки АЭС и оценку остаточного выделения тепла вследствие осаждения радионуклидов на поверхность.

Модель радиолиза и неравновесной химии включает неравновесную радиационную химию продуктов деления в газовой фазе, в особенности образование летучих соединений йода и химию йода в системе озон-йод. Учитываются радиолиз воды и жидкофазная химия йода с возможностью моделирования выхода летучих соединений йода в атмосферу помещений защитной оболочки. Механизм радиолиза паров воды и основных компонентов воздуха рассматривается в системе элементов H-O-I и I₂-O₃. В модели учтена возможность образования новых частиц вследствие нуклеации радиоактивных компонентов, отличных по составу от характерных аэрозолеобразующих продуктов деления в первом контуре, в частности, образование мельчайших частиц оксидов йода.

Модуль верифицирован на экспериментах в каналах и термоградиентных трубах для отдельных явлений (установки STORM, AHMED, CHIP) и интегральных экспериментах на установках, моделирующих комплексное поведение смеси паров и аэрозолей продуктов деления в первом контуре реакторной установки для условий аварийной разгерметизации тепловыделяющих элементов и выхода накопленных продуктов деления в поток теплоносителя и далее в помещения защитной оболочки (FALCON, PHEBUS). Ниже представлены схема экспериментальной установки, а также, в качестве примера, — результаты расчета состава аэрозолей в источнике выхода продуктов деления в защитную оболочку и активности цезия в отложениях на поверхности горячей нитки парогенератора для эксперимента PHEBUS-FPT1.

Схема интегральной установки PHEBUS (Франция) и состав аэрозолей в источнике выхода продуктов деления в защитную оболочку для эксперимента PHEBUS-FPT1

Расчетная эффективность осаждения цезия по длине установки в сравнении с данными измерений для эксперимента PHEBUS-FPT1

Модуль для анализа поведения расплава на днище корпуса реактора и в устройстве локализации расплава — модуль HEFEST-VAES

Модуль HEFEST-VAES предназначен для количественного описания взаимодействия расплава с конструкциями напорной камеры реактора (НКР) на внутрикорпусной стадии тяжелой аварии и с УЛР. В модуле реализовано решение двумерного нестационарного нелинейного уравнения теплопроводности, коэффициенты которого рассчитываются исходя из физических моделей, описывающих такие процессы, как:

• поэтапное поступление расплава в НКР, его тепловое взаимодействие с водой;
• образование расплава, его расслоение на фазы;
• распространение границы плавления, проплавление и выход расплава из корпуса;
• изменение конфигурации материала в НКР и УЛР в процессе плавления;
• граничное тепловое взаимодействие: с теплоносителем и со стенками полости, включая моделирование тепловой эрозии стен (защиты в УЛР);
• химическое взаимодействие в УЛР.

К преимуществам модуля следует отнести:

• наличие автоматизированных процедур моделирования изменения конфигурации расплава, включая перемещение границ материалов расплав/конструкция, что позволяет достаточно реалистично моделировать нестационарное плавление;
• возможность использования высокого сеточного разрешения, что важно для корректного предсказания границ плавления корпуса, в том числе, в УЛР;
• высокое быстродействие даже на мелких сетках — быстрее или существенно быстрее реального времени.

Модуль верифицирован на 20 аналитических тестах, включая задачи нестационарные, нелинейные, двумерные, с разрывными коэффициентами, представляющие основной круг отдельных явлений теплопереноса в расплаве и конструкциях при аварии, а также на ряде отдельных и интегральных экспериментов проектов РАСПЛАВ_МАСКА. Ниже на рисунках приведена демонстрация работы данного модуля в составе программно-технического комплекса на примере моделирования поздней стадии аварии Ду850 первого блока НВАЭС-2.

Расчет внутрикорпусной стадии (распределение температуры перед проплавлением корпуса реактора) и расчет УЛР (распределение квазистационарной температуры)

Модуль для анализа разрушения активной зоны — модуль HEFEST-CORE

Модуль HEFEST_CORE предназначен для количественного описания поздней стадии тяжелой аварии — от начала массового плавления оболочек твэлов до перемещения расплава в НКР. Методика расчета основана на физических моделях модуля HEFEST-VAES: модели двухфазной гетерогенной среды, описывающей сосуществующие в активной зоне твердую фазу и расплав, и конечно-элементных технологиях численного описания этой среды в рамках физических допущений о процессе разрушения активной зоны при тяжелой аварии.

Описывается поведение расплавленных оболочек и расплавленного или твердого топлива, состав (в интерфейсе с модулем SFPR), рассчитываются эволюция температуры, состояния активной зоны, граничное взаимодействие расплава (с выгородкой, БЗТ, дистанционирующими решетками ТВС), выход расплава в НКР (в интерфейсе с модулем HEFEST-VAES).

Основные преимущества модуля HEFEST_CORE состоят в:

• использовании двумерного подхода для моделирования процесса разрушения а.з., что позволяет описывать ключевые процессы формирования бассейна расплава и его воздействия с границами;
• отказе от громоздких и некорректных при больших временах моделей типа candling, пригодных только для моделирования отдельных твэлов при малой степени плавления;
• естественном интерфейсе с моделями расчета НКР, описывающими следующие стадии аварии;
• быстроте расчетов при сохранении высокого пространственного разрешения (существенно быстрее реального времени).

© Отделение разработки программного обеспечения для анализа безопасности АЭС
© Отделение анализа безопасности ядерных энергетических установок